Référence courrier :
CODEP-OLS-2022-017606 Monsieur le Directeur du Centre Nucléaire de Production d'Electricité de Dampierre-en-Burly BP 18 45570 OUZOUER SUR LOIRE
Orléans, le 6 Avril 2022 Objet : Contrôle des installations nucléaires de base CNPE de Dampierre-en-Burly - INB n° 84 Inspection n° INSSN-OLS-2022-0651 du 23 mars 2022 Thèmes « Traitement des écarts » et « Préparation de l'arrêt pour visite décennale du réacteur n° 2 »
Réf. : [1] Code de l'environnement, notamment son chapitre VI du titre IX du livre V
[2] Dossier de présentation d'arrêt du réacteur n° 2 référencé D5140/CR/21.124 indice a en date du 28 décembre 2021 [3] Lettre de position générique sur la campagne d'arrêts de réacteurs de l'année 2022 transmise par courrier référencé CODEP-OLS-2021-057663 du 7 décembre 2021 [4] Dossier d'aptitude à la poursuite d'exploitation du réacteur n° 2 référencé D5140/NT/21.007 en date du 26 avril 2021
[5] Arrêté du 10/11/99 relatif à la surveillance de l'exploitation du circuit primaire principal et des circuits secondaires principaux des réacteurs nucléaires à eau sous pression
[6] Arrêté du 7 février 2012 fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base [7] Guide de l'ASN n° 21 relatif au traitement des écarts de conformité à une exigence définie pour un EIP

## Monsieur Le Directeur,

Dans le cadre des attributions de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) précisées en référence [1], 
concernant le contrôle des installations nucléaires de base, une inspection a eu lieu le 23 mars 2022 au CNPE de Dampierre-en-Burly sur les thèmes « traitement des écarts » et « préparation de l'arrêt pour visite décennale du réacteur n° 2 ». Certains éléments n'étant pas disponibles au jour de l'inspection, des éléments complémentaires ont été transmis par vos représentants aux inspecteurs par courriel en date du 4 avril 2022.

Je vous communique, ci-dessous, la synthèse de l'inspection ainsi que les principales demandes et observations qui résultent des constatations faites, à cette occasion, par les inspecteurs.

## Synthèse De L'Inspection

Dans le cadre du suivi des quatrièmes visites décennales des réacteurs du palier 900 MWe, l'ASN 
a défini un plan de contrôle établi sur la base des deux objectifs du réexamen périodique défini à l'article L. 593-18 du code de l'environnement que sont la vérification de la conformité des installations au référentiel de sûreté et la réévaluation de sûreté. Ce plan concerne notamment les actions (travaux et actions de vérification) menées par EDF avant la quatrième visite décennale lorsque le réacteur est en fonctionnement ainsi que celles réalisées pendant la visite décennale. L'inspection du 23 mars 2022 entre dans le cadre du plan de contrôle précité et a porté sur les thèmes « traitement des écarts » et « préparation de l'arrêt pour visite décennale du réacteur n° 2 », dont la quatrième visite décennale (arrêt 2D3822) débutera le 27 avril 2022. Cette inspection a consisté en un contrôle par sondage de divers documents en lien avec la préparation de l'arrêt 2D3822. Elle visait également à établir un plan de contrôle des activités à enjeux durant l'arrêt et est intégrée de ce fait dans un cadre plus large de suivi d'arrêt qui permettra de contrôler d'autres thématiques non analysées durant cette inspection.

Les inspecteurs ont ainsi procédé à un contrôle documentaire lié d'une part aux activités programmées sur l'arrêt et d'autre part aux modalités de traitement de divers écarts de conformité affectant le réacteur n° 2. Dans cette optique, les inspecteurs ont réalisé par sondage une analyse :
- de la prise en compte dans le dossier de présentation d'arrêt (DPA) [2] des activités à enjeux abordées dans la lettre de position générique [3] transmise à l'ensemble des CNPE du parc nucléaire français en fin d'année 2021 et intégrant des demandes de l'ASN ;
- des activités programmées dans le DPA [2], notamment celles prescrites par les programmes de base de maintenance préventive (PBMP) du circuit primaire principal 
(CPP) et des circuits secondaires principaux (CSP) ainsi que la prise en compte des modifications matérielles à réaliser dans le cadre du quatrième réexamen périodique ;
- de la prise en compte dans le DPA [2] des éléments du dossier d'aptitude à la poursuite d'exploitation (DAPE) du réacteur n° 2 [4].

Cette inspection a permis de mettre en évidence une intégration globalement satisfaisante dans le DPA [2] des points repris dans la lettre de position générique [3], des modifications matérielles liées au quatrième réexamen périodique ainsi que des activités prescrites par les PBMP CPP/CSP. Concernant l'intégration dans le DPA des contrôles mentionnés dans le DAPE [4], l'inspection a permis d'identifier que certains contrôles étaient uniquement à réaliser sur le réacteur n°1 et qu'ils ont été mentionnés au DAPE du réacteur n°2 par erreur.

Enfin, l'analyse des plans d'actions ouverts par le site suite à la détection d'anomalies ou d'écarts ainsi que des actions de progrès prises par le site suite à inspections ou évènements significatifs s'est avérée dans l'ensemble satisfaisante, même si des demandes sont formulées dans le cadre de la présente lettre de suites.

## A. Demandes D'Actions Correctives Qualification Aux Conditions Accidentelles Des Connecteurs Souriau

L'article 2.6.5 de l'arrêté [6] dispose que « l'exploitant réalise une analyse approfondie de chaque événement significatif. A cet effet, il établit et transmet à l'Autorité de sûreté nucléaire, dans les deux mois suivant la déclaration de l'événement, un rapport comportant notamment les éléments suivants :
- *la chronologie détaillée de l'événement ;* - la description des dispositions techniques et organisationnelles qui ont permis de détecter l'événement ;
- *la description des dispositions techniques et organisationnelles prises immédiatement après la* détection de l'événement, notamment les *actions curatives ;*
- *l'analyse des causes techniques, humaines et organisationnelles de l'événement ;* - une analyse des conséquences réelles et potentielles sur la protection des intérêts mentionnés à l'article L.593-1 du code de l'environnement ;
- les enseignements tirés ainsi que *les actions préventives, correctives et curatives décidées et le* programme de leur mise en œuvre ».

Par courrier référencé D453321067597 en date du 21 décembre 2021, vous avez transmis à l'ASN le rapport établi suite à la déclaration de l'évènement significatif relatif à la perte de qualification aux conditions accidentelles de certains connecteurs SOURIAU (perte liée à l'absence de couple de serrage sur ces connecteurs).

Tel qu'indiqué dans ce rapport, « le serrage du connecteur, à une valeur de couple de 50 N.m avec une tolérance de 0/+5 N.m, tel que prescrit par les procédures de maintenance EDF, les procédures de montage et les instructions techniques du fournisseur, permet de garantir l'étanchéité du connecteur et *le maintien* de la qualification du fonctionnement dans les conditions accidentelles K1 […] Le non-respect du couple de serrage ne permet pas de garantir la qualification aux conditions accidentelles ».

Le rapport d'évènement significatif propose comme action corrective de « *réaliser des contrôles sur* le réacteur 2 suivant le périmètre retenu par nos entités nationales dans le cadre de l'instruction de cet écart » avec pour échéance le 5 septembre 2022 (cet écart ayant par ailleurs fait l'objet de la déclaration de l'écart de conformité n° 584). Pour les réacteurs n° 1 et 3, le rapport d'évènement significatif mentionne la réalisation de contrôles sur l'ensemble des connecteurs SOURIAU K1 à un couple test de 10 N.m, cette valeur « permettant de garantir qu'un *couple de serrage a été appliqué sur le connecteur sans risquer de* l'endommager ».

Dans le cadre de l'instruction du rapport d'évènement significatif, le site de Dampierre-en-Burly a été informé par l'ASN du fait que la vérification du serrage des connecteurs SOURIAU K1 avec un couple de serrage de 10 N.m ne pouvait valoir présomption de conformité d'un serrage au couple à 50 N.m et qu'en conséquence, il n'était pas démontré le maintien de la qualification aux conditions accidentelles de ces connecteurs.

Cette position a été réitérée à vos représentants lors de l'inspection du 23 mars 2022.

Demande A1 : je vous demande de procéder **pendant l'arrêt 2D3822, pour l'ensemble des** connecteurs SOURIAU K1 installés au niveau du **réacteur n° 2, à une vérification de la bonne** application d'un couple de serrage de 50 N.m sur ces connecteurs, soit à l'aide d'une clé dynamométrique, soit par tout autre moyen approprié. **Vous m'informerez des dispositions** 
prises en ce sens et des résultats de vos contrôles. **J'attire par ailleurs votre attention sur** l'insuffisance des contrôles menés à ce jour sur les réacteurs n° 1 et 3 qui ne permettent pas de démontrer la qualification aux conditions accidentelles des connecteurs concernés.

## Qualité Des Informations Contenues Dans Le Dape

L'article L.593-18 du code de l'environnement dispose que « l'exploitant d'une installation nucléaire de base procède périodiquement au réexamen de la sûreté de son installation en prenant en compte les meilleures pra*tiques internationales […] Les réexamens de sûreté ont lieu tous les dix ans* ».

Dans le cadre du réexamen de sûreté, vous avez transmis en avril 2021 le DAPE [4] dont l'objectif est de démontrer la maîtrise du vieillissement des structures, circuits et composants installés sur le réacteur n° 2. Pour atteindre cet objectif, le DAPE [4] mentionne ainsi en son chapitre 5.2 un certain nombre d'activités à réaliser lors de la quatrième visite décennale du réacteur n° 2, notamment des examens non destructifs réalisés dans le cadre du programme d'investigations complémentaires et des visites d'organes de robinetterie et de pompes.

Ainsi, après analyse du DPA [2], les inspecteurs ont indiqué à vos représentants lors de l'inspection du 23 mars 2022 qu'un certain nombre d'activités prévues au DAPE [4] ne sont pas mentionnées dans le DPA [2] (*liste donnée à titre d'exemple, non exhaustive*): 
- remplacement de dispositifs autobloquants sur le générateur de vapeur n° 3 ; - ressuage de la face latérale externe de la bride de couvercle de cuve au droit de 10 trous de goujons ;
- visite interne/externe des bâches LHQ 001/002/003BA ;
- visite interne des vannes 2 RCP 002 VP, 2 RIS 027VP et 2 VVP 002 VV ;
- visite de la pompe 2 RCV 001 PO.

Vos représentants ont indiqué que l'ensemble des activités précitées ne serait pas réalisé lors de la quatrième visite décennale du réacteur n° 2 (tout en justifiant du respect des périodicités des prescriptifs réglementaires pour ces activités) et que le DAPE [4] contenait en conséquence des informations erronées.

Demande A2 : je vous demande de prendre les dispositions nécessaires pour sécuriser les informations figurant dans les dossiers d'autorisation de poursuite d'exploitation **des** 
réacteurs. Vous m'informerez des dispositions prises en ce sens **et me transmettrez une** version ré-indicée du DAPE du réacteur n° 2.

## B. Demandes De Compléments D'Information Corrosion Sous Contrainte

En février 2022, la société EDF a présenté à l'ASN un état des lieux de sa connaissance du phénomène de corrosion sous contrainte (CSC) détecté sur plusieurs réacteurs du parc nucléaire français et affectant plusieurs zones de mélange situées sur des tuyauteries du CPP ainsi que le programme d'investigations et de contrôle qui allait être mis en œuvre dans ce contexte. 

Le programme de base de maintenance préventive (PBMP) référencé PB 900-AM440-03 indice 3 précise la doctrine de maintenance des tuyauteries principales du CPP et prévoit la réalisation de contrôles par ultrasons au niveau de certaines zones de mélange, dans le cadre de la recherche de fissure par fatigue thermique. Les contrôles par ultrasons réalisés actuellement étant moins performants pour détecter la fissuration par corrosion sous contrainte, la société EDF va mettre en œuvre un nouveau procédé d'examen non destructif « optimisé » (END optimisé) qui vise à détecter à la fois la fatigue thermique et la CSC au niveau de ces zones de mélange. Vos services centraux ont indiqué à l'ASN que les END optimisés seraient mis en œuvre lors des contrôles réalisés pendant les visites décennales. Ces contrôle optimisés ont d'ores et déjà été mis en œuvre sur d'autres CNPE du parc. Interrogés sur la nature des contrôles qui seront réalisés lors de la visite décennale du réacteur n° 2 au niveau des zones de mélange des tuyauteries principales du CPP, vos représentants ont indiqué que les contrôles envisagés à ce jour sont les contrôles ultrasons « classiques » et non le contrôle optimisé. Cette stratégie de contrôle ne semble pas en adéquation avec les enjeux liés à un redémarrage de réacteur après sa quatrième visite décennale. 

Demande B1 : je vous demande de m'indiquer si des contrôles optimisés **en lien avec le** phénomène de corrosion sous contrainte seront ou non réalisés sur les zones de mélange concernées lors de la visite décennale du réacteur n° 2.

## Disponibilité De La Pompe 2 Rcp 002 Po

L'article 2.5.2 de l'arrêté [6] dispose que « les éléments importants pour la protection font l'objet d'une qualification, proportionnée aux enjeux, visant notamment à garantir la capacité desdits éléments à assurer les fonctions qui leur sont assignées vis-à-vis des sollicitations et des conditions d'ambiance associées aux situations dans lesquelles ils sont nécessaires. Des dispositions d'études, de construction, d'essais, de contrôle et de maintenance *permettent d'assurer la pérennité de cette qualification aussi* longtemps que celle-ci est nécessaire ».

Le plan d'action n° 99420 a été ouvert en mai 2018 suite à la non réalisation d'une opération de ressuage au niveau de l'épaulement de l'arbre de la pompe 2 RCP 001 PO, examen qui fait partie de la visite de type 2A prescrite par le programme de maintenance préventive AP913. 

S'agissant du non-respect d'un prescriptif, les inspecteurs ont souhaité examiner les documents justifiant de l'absence d'impact sûreté de la non réalisation de cet examen ainsi que l'accord de vos services centraux pour déroger à ce prescriptif. 

Dans ce cadre, vos représentants ont communiqué la fiche de position établie par le métier machines tournantes et électricité qui conclut que « *la non réalisation de l'activité de ressuage ne* remet pas en cause la disponibilité de la pompe » ainsi qu'un courriel de la part de vos services centraux concluant à « *l'absence d'objection à redémarrer en l'état* ».

Outre le fait que le mode de preuve présenté pour déroger à un prescriptif n'apparaît pas adapté (courriel et non un document sous assurance qualité valant accord pour dérogation), les inspecteurs ont indiqué à vos représentants que les règles générales d'exploitation (RGE) 
applicables au réacteur n° 2 disposent qu' « a minima, les Programmes d'Essais Périodiques des chapitres IX et *X des RGE de ces matériels, équipements ou systèmes sont effectués normalement,* conformément aux principes d'application définis en section I des chapitres IX et X des RGE, *ainsi que* leur Programme de Maintenance Préventive ». 

En l'état, en l'absence de la réalisation de ce ressuage, les inspecteurs considèrent que le programme de maintenance préventive de la pompe 2 RCP 002 PO n'est pas effectué normalement puisque la visite de type 2A réalisée en 2018 ne peut être déclarée « *réalisée conforme* ». Demande B2 **: je vous demande de justifier de la disponibilité de la pompe 2 RCP 002 PO au** regard des règles générales d'exploitation et de m'indiquer la raison pour laquelle l'opération de ressuage de l'épaulement de l'arbre ne peut être réalisée lors de l'arrêt 2D3822, celle-ci étant prévue en 2024.

## Caractérisation Des Écarts De Conformité

L'article 2.6.2 de l'arrêté [6] dispose que « l*'exploitant procède dans les plus brefs délais à l'examen de* chaque écart, afin de déterminer :
- son importance pour la protection des intérêts mentionnés à l'article L. 593-1 du code de l'environnement et, le cas échéant, s'il s'agit d'un événement significatif ;
- *s'il constitue un manquement aux exigences législatives et réglementaires applicables ou à des* prescriptions et décisions de l'Autorité de sûreté nucléaire le concernant ;
- *si des mesures conservatoires doivent être immédiatement mises en œuvre* ».

Afin de préciser certaines dispositions générales de l'arrêté [6] relatives à la gestion des écarts et notamment des écarts de conformité (un écart de conformité étant défini comme « *un écart à une* exigence définie d'un élément important pour la protection (EIP), lorsque cette exigence est issue de la partie de la démonstration de sûreté nucléaire relati*ve aux risques d'accidents radiologiques* »), l'ASN a élaboré le guide [7] en janvier 2015. Ce guide fixe ainsi un délai maximal de deux mois (sauf impossibilité justifiée par l'exploitant) pour la caractérisation des écarts de conformité.

Dans l'analyse de cumul des écarts de conformité du réacteur n° 2 de Dampierre référencée D5140/NT/16.009 indice w en date du 16 décembre 2021 (indice en vigueur au jour de l'inspection), il est mentionné :
- pour l'écart de conformité n° 575 relatif à l'anomalie d'étude sur la maîtrise de la réactivité dans certains accidents du domaine de dimensionnement : « *caractérisation prévue d'ici fin* novembre 2021 » ;
- pour l'écart de conformité n° 585 relatif à des anomalies de fixations des vannes de vidange d'eau de refroidissement des diesels : « *caractérisation prévue en janvier 2022* ».

Au jour de l'inspection et en l'absence du pilote du site sur la thématique des écarts de conformité, vos représentants n'ont pas été en mesure de préciser les résultats des caractérisations des deux écarts précités. Demande B3 : je vous demande de me préciser les résultats des caractérisations des écarts de conformité en émergence n° 575 et 585.

## Mise À Niveau Des Armoires De Commande Des Vannes Delas

Le DAPE [4] mentionne qu' « *au titre du lot VD4, le déploiement de la modification PNPP1308 relative* à la mise à niveau des armoires de commande des vannes DELAS est à l'étude ». Vos représentants ont indiqué lors de l'inspection que cette modification est toujours à l'étude et que son déploiement est prévu en 2024 sur le réacteur n° 2.

Or, cette modification n'apparaît pas dans le document référencé D455622006574 en date du 28 janvier 2022, établi par vos services centraux et relatif à la liste des modifications qui seront mises en œuvre sur les réacteurs du palier 900 MWe dans le cadre du quatrième réexamen périodique, c'est-à-dire dans le cadre du lot VD4.

Demande B4 **: je vous demande de me préciser la nature de cette modification et d'indiquer si** 
celle-ci relève ou non du quatrième réexamen périodique.

## Gestion D'Une Modification Temporaire De L'Installation

La directive interne n° 074 (DI074) est relative aux principes d'organisation pour la gestion des dispositions et moyens particuliers (DMP) et des modifications temporaires de l'installation (MTI). Les inspecteurs considèrent au regard des enjeux qu'elle porte qu'elle fait, à ce titre, partie du système de management intégré appelé par l'article 2.4.1 de l'arrêté [6].

Dans le cadre de la gestion d'une MTI, la DI074 indique notamment qu' « *il est exigé de* :
- réaliser une analyse de besoins et *de risques avant la mise en œuvre d'une MTI* ; - spécifier systématiquement un délai (date prévisionnelle) *pour sa dépose finale* ; - faire une analyse d'impacts vis-à-vis des intérêts mentionnés à l'article L.593*-1 du code de* l'environnement ».

La DI074 précise par ailleurs que « les analyses d'impact d'une MTI vis*-à-vis des intérêts mentionnés à* l'article L.593-1 du code de l'environnement […] devront être tracées et pourront être auditables a posteriori » et que « *l'exploitant doit s'assurer, immédiatement après la pose de la MTI, de la conformité* de son installation ainsi modifiée temporairement vis-à-vis de l'attendu au titre de l'analyse de risques (vérification de la bonne pose de la MTI par un contrôle fonctionnel au titre d'une requalification ou par un contrôle indépendant) ». Lors de l'inspection du 23 mars 2022, les inspecteurs ont examiné le plan d'action n° 104 275. Celui-ci a été ouvert en juin 2018 par le CNPE suite à une problématique de non déclenchement de la turbine par survitesse. Pour résorber celle-ci, une bague a été mise en place sur la tige de déclenchement, ce qui constitue une MTI.

Les inspecteurs ont donc souhaité consulter les analyses de besoins et de risques de cette MTI, conformément à l'organisation définie par la DI074.

Ces éléments n'ayant pu être présentés le jour de l'inspection, vos représentants ont communiqué aux inspecteurs par courriel du 4 avril 2022 les deux documents suivants :
- une fiche d'identification et d'analyse des DMP/MTI en date du 21 juin 2018 qui mentionne le besoin et identifie comme date de dépose le prochain arrêt pour visite partielle du réacteur n° 2 (soit 2020) ;
- une fiche d'analyse du cadre réglementaire (FACR) en date du 21 juin 2018, sans référence sous assurance qualité (D5140/FACR/xx xxx) et très partiellement remplie puisque pour de nombreux attendus, la mention *XXXXXX* est portée sur le document.

Outre le fait que la date prévisionnelle de dépôt de la MTI n'a pas été respectée par le CNPE et que la FACR n'est pas sous assurance qualité et est incomplète, ce qui n'est pas satisfaisant pour un document qui doit faire l'objet d'un enregistrement et qui doit être auditable *a posteriori* (cf. les exigences de la DI074 citées supra), ces deux documents ne portent pas l'analyse de risques attendue pour la mise en place d'une MTI, l'analyse de besoin étant quant à elle extrêmement sommaire. En effet, ils n'identifient ni les risques associés à la phase de pose et de dépose de la MTI, ni les risques pendant la phase d'exploitation, ni les parades associées à ces risques (cf. logigramme en annexe de la DI074). Demande B5 : je vous demande de me transmettre l'analyse de risques réalisée **pour la mise** 
en place de la MTI précitée **ainsi que le mode de preuve de la conformité de votre installation** modifiée temporairement vis-à-vis de l'attendu au titre **de l'analyse de risques (vérification de** la bonne pose de la MTI par un contrôle fonctionnel au titre d'une requalification ou par un contrôle indépendant), conformément aux exigences de la directive interne n° 074.

## C. Observations

C1. Vos représentants ont indiqué lors de l'inspection que la visite au palier d'épreuve de 206 bar du CPP du réacteur n° 2 est à ce jour planifiée au 26 juillet 2022. Les inspecteurs ont attiré l'attention de vos représentants sur la nécessité de prendre les dispositions adéquates afin de sécuriser au mieux cette échéance et d'informer l'ASN, dont les équipes procèderont à cette visite au palier d'épreuve, en cas de dérive majeure du planning d'arrêt. C2. A l'examen des gammes de maintenance préventive des cellules de ressuage 2 PMC 003/004 PX, les inspecteurs ont constaté qu'une des deux cellules est à ce jour indisponible en raison de l'impossibilité de manœuvrer la chape d'ouverture. Vos représentants ont indiqué que la pièce de rechange a été commandée et que la remise en conformité de la cellule est prévue à l'issue de la visite décennale du réacteur n° 2.

C3. Un examen visant à vérifier la programmation dans le DPA [3] de différents contrôles prévus par les PBMP CPP/CSP a été réalisé lors de l'inspection du 23 mars 2022. Les inspecteurs ont pu constater que les activités de contrôle prescrites par les PBMP étaient bien prévues sur l'arrêt 2D3822, même si celles-ci ne sont pas systématiquement reprises sous le même libellé que celui figurant dans les PBMP. C4. Les modalités de requalification de trois modifications matérielles réalisées avant le début de la quatrième visite décennale du réacteur n° 2 ont été examinées lors de l'inspection du 23 mars 2022. Ce contrôle n'a pas mis en évidence d'anomalie sur les points examinés par sondage.

C5. Par courriel en date du 4 avril 2022, vos représentants ont indiqué que l'écart de conformité n° 209 ne serait a priori pas soldé pour le redémarrage du réacteur n° 2 à l'issue de sa visite décennale. Comme déjà souligné dans le cadre du suivi de la visite décennale du réacteur n° 1 qui s'est déroulée en 2021, les inspecteurs s'interrogent sur la pertinence en termes de sûreté et de sécurité des intervenants d'uniquement mettre en place le boremètre RCV (circuit de contrôle chimique et volumétrique), [ce dispositif étant à installer le cadre du traitement de l'écart de conformité n° 209] mais de ne pas le mettre en exploitation. En effet, non seulement l'écart de conformité ne serait pas soldé puisque le boremètre ne serait pas mis en exploitation, ce qui ne présente donc aucun intérêt en termes de sûreté, mais en plus, l'installation du boremètre implique la mise en place d'une source neutron qui présente donc un risque d'exposition pour les intervenants. Les inspecteurs considèrent donc que la société EDF doit réaliser les actions nécessaires visant à obtenir l'autorisation préalable à la mise en exploitation du boremètre RCV avant la fin de la visite décennale du réacteur n° 2. C6. Une vingtaine de plans d'actions ouverts par le site suite à des anomalies ou des écarts a été examinée lors de l'inspection. A l'exception des constats formulés en demandes B2 et B5, cet examen n'amène pas les inspecteurs à formuler de demande particulière dans la présente lettre de suites.

C7. Plusieurs actions de progrès prises par le site suite à des inspections de l'ASN ou à des évènements significatifs ont été examinées lors de l'inspection. Les inspecteurs ont constaté une gestion globalement satisfaisante de ces actions et un respect des échéances annoncées. C8. Les inspecteurs ont pris note de la réalisation pendant l'arrêt 2D3822 d'une opération d'assainissement des circuits RCV et RRA (circuit de refroidissement à l'arrêt). Au regard des enjeux associés à cette activité, notamment en termes de dosimétrie, celle-ci fera l'objet d'un contrôle spécifique par l'ASN lors de l'arrêt.

## 

Vous voudrez bien me faire part sous deux mois de vos remarques et observations, ainsi que des dispositions que vous prendrez pour remédier aux constatations susmentionnées. Pour les engagements que vous prendriez, je vous demande de les identifier clairement et d'en préciser, pour chacun, l'échéance de réalisation. Enfin, conformément à la démarche de transparence et d'information du public instituée par les dispositions de l'article L. 125-13 du code de l'environnement et conformément à l'article R. 5965 du code de l'environnement, je vous informe que le présent courrier sera mis en ligne sur le site Internet de l'ASN (www.asn.fr). Je vous prie d'agréer, Monsieur le Directeur, l'assurance de ma considération distinguée.

Signé par : Christian RON